Перейти к записям
Фев 27 / Владимир Кузнецов

Обращение с облученным реакторным графитом [25/02/2020]

http://decommission.ru/wp-content/uploads/2019/12/Grafit_inter_itog.pdf  —полная версия доклада — лучше читать ее.

Возможные решения при выводе из эксплуатации реакторов РБМК

   О. В. Бодров, В. Н. Кузнецов, О. Э. Муратов, А. А. Талевлин, 

Санкт-Петербург – Челябинск – Висагинас.

http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid9037=

Вывод из эксплуатации энергоблоков АЭС связан с необходимостью поиска безопасных технологий: демонтажа, дезактивации, разукрупнения, утилизации и долговременной изоляции радиоактивных материалов, которые возникли в процессе эксплуатации.

Радиоактивный изотоп углерода 14С, возникший при эксплуатации уран-графитовых реакторов (УГР), требует особенно тщательного подхода в выборе технологии долговременной изоляции от живой природы. Он является долгоживущим и биологически значимым радионуклидом, а это значит, что технологии его перевода в безопасное состояние или долговременную изоляцию должна отвечать критериям экологической, социальной, экономической и нравственной приемлемости.

История уран-графитовых реакторов

Использование ядерной энергии началось с уран-графитового реактора (УГР) СР-1, который был построен в 1942 г. под трибунами стадиона Чикагского университета. С тех пор было разработано множество конструкций реактора с графитовым за­медлителем. Большинство из них – энергетические, исследовательские реакторы для испытаний материалов, исследований радиационной стойкости, создания и испытания аппаратуры и оборудования и пр. Значительная часть УГР была специально разра­ботана для наработки оружейного плутония.

Всего в мире было построено 123 УГР:

— реакторы для наработки плутония с воздушным охлаждением: X-10 (Национальная лаборатория OakRidge, США), Windscale Pile (Великобритания) и G1 (Marcoule, Франция) и др.;

— легководные реакторы с графитовым замедлителем: B, D, F (Хэнфорд США) и российские промышленные уран-графитовые реакторы (ПУГР) АДЭ, ЭИ и др. для наработки плутония, а также энергетические реакторы АМБ, ЭГП в России и РБМК в России, Украине и Литве;

— реакторы, охлаждаемые углекислым газом: британские Magnox и AGR, французские UNGG;

— высокотемпературные реакторы с гелиевым охлаждением Dragon (Великобритания), THTR (Германия), PeachBottom (США);

— новые разработки УГР ведутся: в Японии (HTTR), Китае (ТRIS-10) и ЮАР (PMBR);

— продолжают экс­плуатироваться в режиме генерации энергии 10 реакторов РБМК-1000 и 3 реактора ЭГП-6 в РФ, 14 реакторов AGR в Великобритании, 4 реактора в Китае и исследовательский реактор UNGG в Бельгии.

Японский высокотемпературный газоохлаждаемый реактор в исследовательском центре Оараи, введенный в эксплуатацию в 1998 г. и остановленный после Фукусимской аварии, проходит обследования для проверки соответствия постфукусимским стан­дартам в области безопасности, его дальнейшая судьба не решена.

Подавляющее большинство УГР, в том числе все промышленные реакторы для наработки оружейного плутония (кроме КНДР) остановлены и подлежат выводу из эксплуатации.

Таблица 1. Уран-графитовые реакторы в мире

*Реактор HTGR после аварии на АЭС Фукусима был остановлен, начаты работы по обновлению его лицензии для соответствия «постфукусимским стандартам» в области безопасности;

** Количество оставшегося графита в четвертом энергоблоке не определено.

Основная проблема вывода из эксплуатации ядерных установок с УГР связана с необходимостью выбора оптимальных методов обращения с большими объемами отработавшего графита, который занимает особое место при обращении с накопленными радиоактивными отходами (РАО). Весь отработавший облученный и радиоактивно-загрязненный графит, получаемый в результате демонтажа УГР, можно разделить на две основные группы:

— конструкционный графит, из которого выполнена кладка реактора;

— графит, образующийся в ходе ремонтов и ликвидации инцидентов и аварий на реакторах.

Удельная активность реакторного графита является величиной прогнозируемой и составляет, в зависимости от срока эксплуатации реактора, от 1,1×1011 Бк/т до 3,7×1012 Бк/т по 14C. Активность извлекаемого при ремонтах графита предопределить невозможно в связи с неоднородностью распределения просыпей ядерного топлива в реакторном пространстве.

Общая активность графита разделяется на два типа: внутренняя и внешняя. Внутренняя активность складывается из нескольких составляющих:

— радиоактивность технологических примесей,

— накопление в графите 14C, удельная активность которого растет с дозой. Для ресурсных флюенсов кладки реакторов РБМК-1000 (~2×1022 н/см2) удельная активность  14C может достигать 3,7×10Бк/кг.

К внешним загрязнениям графита относятся просыпи продуктов деления и фрагментов ядерного топлива, образующиеся в результате различных инцидентов или аварий. Мощность дозы γ-излучения от реакторного графита таких загрязненных блоков на расстоянии 0,5 м может достигать 600 мкЗв/с. По мере удаления от центра локализации такого инцидента радиоактивность блоков графитовой кладки значительно снижается.

После длительного облучения в реакторе графит не приобретает никаких свойств, которые могли бы ему создать область полезного применения. Учитывая удельную активность облученного графита (~1 ГБк/кг), его относят к категории твёрдых РАО среднего или высокого уровня активности. Кроме того, облученный реакторный графит обладает следующими специфическими свойствами:

— уникальностью кристаллической структуры и пористостью, которые определяют его физические свойства и поведение после нейтронного облучения;

— незаменимостью графитовой кладки в течение всего срока эксплуатации активной зоны УГР, и, как следствие, наибольшим из всех РАО набранным флюенсом нейтронов;

— неравномерностью как по величине, так и изотопному составу загрязнения кладки и отдельных графитовых деталей;

— загрязненностью кладки долгоживущими биологически значимыми радионуклидами 90Sr и 137Сs, которые химически более активны и могут замещать в живых организмах стабильные изотопы 40Ca, 39К, создавая тем самым дополнительное внутреннее облучение;

— дополнительным вкладом в активность графита таких радионуклидов, как 152Eu, 154Eu, 239Pu и др., возникшим в результате аварий и попадания в него фрагментов ядерного топлива;

— пожаро опасностью графита и взрывоопасностью графитовой пыли;

— высокой удельной теплотой сгорания (~8 ккал/г) и температурой воспламенения ~700°С;

— наличием накопленной «энергии Вигнера», образующейся при облучении нейтронами кристаллической решетки, которая деформируется, приобретая более высокую потенциальную энергию. Количество накопленной энергии зависит от потока нейтронов, времени облучения и температуры и может достигать ~2.700 Дж/г, что при одновременном высвобождении теоретически может привести к повышению темпера­туры ~ на 1 500°С;

— выделением из кладки радиоактивных и токсичных газов, таких как 36Cl, 3H.

Вышеперечисленные свойства ОРГ требуют при выводе из эксплуатации комплексного планирования и реализации нескольких взаимосвязанных операций для надежной изоляции от живых систем.

Существует два основных варианта обращения с ОРГ, при реализации которых необходимо учитывать данные свойства этих РАО:

— упаковка некондиционированного ОРГ в контейнеры с последующим захоронением;

— кондиционирование ОРГ (сжигание, включение в инертную матрицу и т. п.) с раздельным удалением и последующей утилизацией/захоронением всех полученных фракций РАО.

В настоящее время суммарное количество накопленного ОРГ в мире ~260 тыс. т (рис.1). Поэтому проблема эффективной экологически безопасной утилизации облученного реакторного графита является общемировой.

Рис.1. Массы накопленного радиоактивного графита в разных странах при работе УГРов [Павлюк А.О. выставка «АтомЭко 2017», М. Ноябрь, 2017, http:// www.atomeco.org/mediafiles/u/files/2017/materials/06_ATOMEKO_Pavlyuk_A.O..pdf

В различных странах изучались варианты обращения с ОРГ. Общепринятого подхода к безопасной разборке кладки, ее кондиционированию и захоронению пока не найдено. Только у Франции имеются конкретные планы по захоронению графитовых отходов. В Великобритании и во Франции продолжаются исследования, направленные на изучение поведения, локализации и механизмов высвобождения ключевых радионуклидов в облученном графите, а также на минимизацию объемов ОРГ для окончательной изоляции.

Планы по обращению с графитовыми отходами во Франции были четко определены законом, принятым в 2006 г., который устанавливает целевые сроки для процесса окончательной изоляции.

Стратегия захоронения, одобренная регулирующим органом, заключается в захоронении графитовых отходов в приповерхностном хранилище в глинах. Основным критерием этого варианта является экономия затрат, которые оцениваются на порядок ниже, чем в глубокой геологической формации.

В Великобритании большая часть ОРГ находится в действующих или остановленных реакторах АЭС. Эталонная стратегия захоронения облученного графита заключается в его размещении в защитных контейнерах в геологическом хранилище. Представлены два проекта вывода из эксплуатации УГР — исследовательского реактора GLEEP и реактора WindscalePile.

Роль МАГАТЭ в решении проблемы утилизации реакторного графита

В материалах МАГАТЭ 2010 г., посвященных прогрессу в изучении методов решения проблемы реакторного графита, рассмотрены достоинства и недостатки немедленного вывода УГР из эксплуатации. Отмечено, что стратегия вывода из эксплуатации определяется исходя из затрат, долгосрочных и краткосрочных. При этом говорится, что скорейший вывод из эксплуатации является ключевым фактором, способствующим восстановлению общественного доверия. Поэтому техническое сообщество должно предложить технологические средства для достижения скорейшего и безопасного вывода из эксплуатации.

В 2016 г. МАГАТЭ признало потенциальную опасность, сложившуюся в мире с обращением, утилизацией и окончательным захоронением ОРГ остановленных научно-исследовательских, промышленных и энергетических уран-графитовых реакторов. Была поддержана идея создания в Российской Федерации международного центра по отработке безопасных технологий по обращению ОРГ. Такой центр был создан на базе Томского «Опытно-демонстрационного центра вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов» (ОДЦ УГР). В этом проекте GRAPA (Irradiated GRAphite Processing Approaches) участвуют также Германия и Франция. Планируется, что в течение трех лет ОДЦ разработает промышленную технологию безопасного обращения с ОРГ.

Целью проекта стало решение широкого круга задач, включая определение свойств графитовых РАО, разработку безопасных технологий извлечения графита из реакторов, переработку, временное хранение и захоронение. Это достигается за счет обобщения опыта, полученного разными странами и выполнения НИОКР.

Одним из результатов работы по проекту GRAPA стал отказ от дорогостоящих и неэффективных методов, таких как метод демонтажа графитовой кладки под водой, принятый ранее во Франции. Существенной особенностью проекта GRAPA является нацеленность на технологии полноценной опытно-промышленной демонстрации технических решений и их дальнейшей реализации.

За три года ОДЦ УГР значительно продвинулся в области разработки безопасных технологий демонтажа графитовых кладок и апробации методов характеризации, переработки, дезактивации графита, и «захоронения на месте» уран-графитовых реакторов. Из-за высоких уровней радиоактивности разборка графитовой кладки не может выполняться человеком, это должны делать роботы, которые необходимо создать и обучить. Для разборки графитовых кладок РБМК потребуется проектирование и строительство полномасштабного тренажера с разработкой компьютерных программ и обучением роботизированного комплекса и операторов.

Учитывая полученные результаты и наличие сформированной команды специалистов, МАГАТЭ планирует продолжить реализацию проектов, направленных на решение проблемы графитовых РАО.

Правовой режим обращения с облученным графитом в Российской Федерации

Исходя из норм действующего законодательства облученный графит выводимых из эксплуатации блоков АЭС (РБМК-1000) является разновидностью радиоактивных отходов, так как дальнейшее использования графита не предусмотрено.

В законодательстве Российской Федерации порядок обращения с радиоактивными отходами регулируется двумя основными федеральными законами:

— «Об использовании атомной энергии» №170-ФЗ

— «Об обращении с радиоактивными отходами и о внесении изменений в отдельные законодатель­ные акты Российской Федерации» №190-ФЗ.

Кроме этого, к нормативным источникам, содержащим правовые нормы в сфере вывода из эксплуатации ядерных установок и пунктов хранения, можно отнести следующие международные конвенции и федеральные законы:

— Конвенцию о ядерной безопасности (Вена 1994);

— Объединенную конвенцию о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами (Вена 1997);

— ФЗ «О радиационной безопасности населения» №3-ФЗ;

— ФЗ «Об охране окружающей среды» N7-ФЗ;

— ФЗ «Об экологической экспертизе» N174-ФЗ;

— ФЗ «Об электроэнергетике» N35-ФЗ;

Постановления Правительства Российской Федерации:

— «О федеральных органах исполнительной власти, осуществляющих государственное управление использованием атомной энергии и государственное регулирование безопасности при использовании атомной энергии»;

— «О лицензировании деятельности в области использования атомной энергии»;

— «Об утверждении положения о разработке и утверждении федеральных норм и правил в области использования атомной энергии и перечня федеральных норм и правил в области использования атомной энергии».

Кроме того, существуют федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии и санитарные правила в области обеспечения радиационной безопасности, разработанные надзорными органами. На сегодняшний день разработаны Правила безопасного вывода из эксплуатации ядерных установок ядерного топливного цикла (НП-057-04), ядерных энергетических установок судов (НП-037-02), исследовательских ядерных установок (НП-028-01), промышленных реакторов (НП-007-98) и др.

Правила вывода из эксплуатации таких ядерных установок и пунктов хранения закреплены в Общих положениях обеспечения безопасности атомных станций (НП-001-15) и Правилах обеспечения безопасности при выводе из эксплуатации блока атомной станции (НП-012-16, утв. Приказом Ростехнадзора от 10.01.2017 № 5).

Кроме этого, содержание программы по выводу из эксплуатации блока атомной станции содержится в Руководстве по безопасности РБ-013-2000 «Требования к содержанию программы вывода из эксплуатации блока атомной станции» (утв. постановлением Госатомнадзора РФ от 4 ноября 2000 г. № 13).

Исходя из нормативных документов, под выводом из эксплуатации ядерной установки признается деятельность, осуществляемая после удаления ядерного топлива и ядерных материалов с блока атомной станции (АС), направленная на достижение заданного конечного состояния блока АС, исключающая использование блока в качестве источника энергии и обеспечивающая безопасность работников (персонала), населения и окружающей среды.

Правила (НП-012-16) устанавливают, что на всех этапах жизненного цикла блока АС, предшествующих его выводу из эксплуатации, эксплуатирующей организацией должно осуществляться планирование вывода из эксплуатации блока АС путем разработки концепции вывода из эксплуатации блока АС и ее последующего пересмотра (уточнения). Данными правилами также установлена норма о необходимости разработки Концепции вывода для всех энергоблоков в течение двух лет после вступлений в силу этих правил, то есть не позднее 22.02.2019 г.

На сегодняшний день нормативно закреплено два сценария вывода из эксплуатации АС:

— ликвидация блока АС,

— захоронение блока АС.

Варианты ликвидации блока могут быть реализованы двумя альтернативными способами: — «немедленная ликвидация блока атомной станции»,

— «отложенная ликвидация блока атомной станции».

Ликвидация блока АС — вариант вывода из эксплуатации блока АС, предусматривающий:

— дезактивацию загрязненных радионуклидами зданий, сооружений, систем и элементов блока АС до приемлемого уровня в соответствии с действующими нормами радиационной безопасности и (или) их демонтаж,

— обращение с образующимися РАО и другими опасными отходами,

— подготовку площадки выводимого из эксплуатации блока АС для дальнейшего ограниченного или неограниченного использования.

Немедленная ликвидация блока АС — способ реализации варианта «Ликвидация блока АС», при котором работы по демонтажу или дезактивации зданий, сооружений, систем и элементов блока АС начинаются непосредственно после прекращения эксплуатации блока АС. Например, «Концепция вывода из эксплуатации энергоблоков Ленинградской АЭС с РБМК-1000» предусматривает вариант «немедленная ликвидация».

Отложенная ликвидация блока АС — способ реализации варианта «Ликвидация блока АС», при котором работы по демонтажу или дезактивации зданий, сооружений, систем и элементов блока АС начинаются после их безопасного сохранения на площадке выводимого из эксплуатации блока АС в течение длительного времени до тех пор, пока содержание в них радиоактивных веществ в результате естественного распада не снизится до заданных уровней.

Захоронение блока АС — вариант вывода из эксплуатации блока АС, предусматривающий создание на площадке АС системы захоронения РАО.

Исходя из утвержденной в Российской Федерации классификации РАО (утв. Постановлением Правительства РФ от 19.10. 2012 г. №1069), все радиоактивные отходы помимо агрегатного состояния и других критериев по опасности разделены на 6 классов. Данная классификация применима только к удаляемым РАО.

В соответствии с «Критериями отнесения радиоактивных отходов к особым радиоактивным отходам и к удаляемым радиоактивным отходам» (утв. Постановлением Правительства РФ от 19.10. 2012 г. № 1069) облученный графит энергоблоков АС не может быть отнесен к «особым РАО» и является «удаляемыми РАО». Исходя из утвержденной классификации, большая часть облученного графита являются РАО второго класса. По действующему законодательству РАО второго класса необходимо хоронить в ПГЗРО.  Однако таких пунктов пока не создано.

Природные и антропогенные механизмы образования 14С

Углерод является структурной основой живых организмов, экосистем и участвует в круговороте этого элемента в биосфере. В природе присутствуют в основном два стабильных изотопа: 12С (98,892%) и 13С (1,108 %). Из четырех радиоактивных изотопов (10С, 11С,14С и 15С) только долгоживущий 14С (Т1/2=5.730 лет) представляет экологическую опасность, включаясь в круговорот углерода биосферы. Остальные, имея периоды полураспада от 2,45 сек. (15С) до 20.33 ми­н. (11С), экологически не значимы.

Содержание14С в природе составляет 10-10%. Это чистый низкоэнергетический бета-излучатель с максимальной энергией частиц 156 кэВ. 14С образуется в естественных и в искусственных условиях в результате нескольких ядерных реакций с участием тепловых нейтронов.

Природные механизмы образования 14С

14C постоянно образуется в нижних слоях стратосферы в результате воздействия вторичных нейтронов космического излучения на ядра атмосферного азота. Образование 14С происходит по реакции захвата нейтронов ядром азота, с последующим испусканием протона:14N (n, p)14C.

Существуют и другие реакции, создающие в атмосфере космогенный углерод-14, в частности при столкновении нейтронов с ядрами менее распространенного стабильного изотопа 13C, при котором происходит испускание гамма-кванта:13C(n,γ)14C, а также когда происходит захват нейтрона ядром атома кислорода и испускание альфа-частицы17О(n,α)14C. Однако скорость образования по двум последним реакциям многократно ниже из-за меньшей распространенности исходных нуклидов и меньших сечений реакции взаимодействия нейтронов с атомами.

Планетарная экосистема с определенным соотношением между стабильными и радиоактивными изотопами углерода сформировалась в результате эволюционного процесса в течение миллионов лет. Поэтому революционное изменение (повышение) концентрации антропогенного14С в природной среде в течение всего нескольких десятилетий — ядерные взрывы и выбросы-сбросы предприятий ядерной энергетики представляют большую экологическую и гигиеническую проблемы.

Скорость образования 14С составляет по разным данным от 1 до 1.5 ПБк/год, по массе от 8 до 12 кг/год. Среднее содержание природного радионуклида в атмосфере и биосфере остается постоянным: 227 ± 1 Бк/кг углерода.

Общее количество космогенного 14С в биосфере оценивается 8,5 ЭБк. При этом в стратосфере находится 0,3%, тропосфере — 1,6%, на поверхности Земли — 4%, в верхних перемешивающихся слоях океана — 2,2%, в глубинных слоях океана – 92%, в донных океанических отложениях — 0,4%.

Антропогенные механизмы образования 14С

Образование 14С при взрывах

Антропогенный 14С образуется, в основном, подобно природному, то есть нейтроны (возникающие в большом количестве при взрыве ядерных бомб) поглощаются ядрами 14N в атмосфере. Количество нуклидов зависит от типа бомбы (атомная или термоя­дерная), ее конструкции (используемые материалы) и мощности (плотность потока нейтронов). Величина выхода 14С при взрывах по реакции синтеза (водородной бомбы) принята равной 0,65 ПБк/Мт, по реакции деления (атомной бомбы) — почти в пять раз меньше (0,12 ПБк/Мт).

16 июля 1945 г. Соединёнными Штатами было проведено первое ядерное испытание в штате Нью-Мексико, на полигоне Аламогордо. Заряд был приблизительно равен 20 килотоннам в тротиловом эквиваленте. С момента взрыва первой атомной бомбы в 1945 г. до вступления в силу договора о запрете испытаний ядерного оружия в трех средах в 1980 г. было проведено 423 испытания ядерного оружия в атмосфере, образовалось 249,2 ПБк 14С. Всего в мире в трех средах (в атмосфере, под водой и под зем­лей) было проведено более 2000 ядерных испытаний.

Максимальная концентрация 14С была зафиксирована в атмосфере в 1963-1964 г.г. Она превышала фоновый уровень в 2 раза. К 1978 г. концентрация «бомбового» 14С превышала фоновый уровень в среднем на 30%. Максимум превышения отмечен в районе 30о северной и южной широт и минимум в тропиках.

Значительный выброс 14С произошел во время аварии на Чернобыльской АЭС, когда в результате взрыва, по оценкам экспертов, на крыши соседних зданий могло быть выброшено до 300 т реакторного графита, а затем в течение 10 дней продолжалось горение оставшихся 1.500 т реакторного графита. В результате горения в биосферу поступил 14С в виде 14СО2 и 14СО.

Образование 14С при эксплуатации ядерных реакторов

Этот нуклид образуется в активной зоне атомных реакторов любого типа, где существуют мощные потоки нейтронов, которые взаимодействуют с материалами конструкций реактора, с веществом теплоносителя, замедлителя, системы охлаждения замедлителя, топлива и имеющимися в них примесями.

В действующих АЭС на территории бывшего СССР (России, Украине, Литве) используются, в основном, корпусные водо-водяные двухконтурные реакторы (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200), уран-графитовые одноконтурные реакторы (АМБ-100, АМБ-200, ЭГП-6, РБМК-1000 и РБМК-1500) и реакторы на быстрых нейтронах (БН-350 и БН-600, БН-800). Первая и вторая группа реакторов аналогичны соответствующим ти­пам зарубежных реакторов (PWR и LWGR) по скорости генерации 14С и его выходу в окружающую среду.

Три реактора РБМК-1000 на Украине и два РБМК-1500 в Литве остановлены и освобождены от ядерного топлива. На них выполняются работы по подготовке к демонтажу. В России продолжают эксплуатироваться 11 реакторов РБМК-1000 и 4 реактора ЭГП-6. Из них один реактор РБМК-1000 и один реактор ЭГП-6 эксплуатируются без генерации энергии. Они окончательно остановлены, ожидают выгрузки ядерного топлива и вывода из эксплуатации.

Отличительная особенность реакторов РБМК — наличие в активной зоне большого количества графитового замедлителя, охлаждаемого потоком азотно-гелиевой смеси. Наличие азота приводит к значительной скорости генерации 14С – 2-3 ТБк/ (ГВтэ/ год) по реакции 14N(n, p) 14C, что примерно на порядок больше, чем в реакторах ВВЭР.

В самой графитовой кладке реактора РБМК тоже генерируется радиоуглерод в результате реакции 13C(n,γ)14С, но скорость образования по этой реакции на 5 порядков ниже из-за малой концентрации 13С и меньшего сечения этой реакции. Образование радиоуглерода происходит и в результате реакций 15N(n,α) 14C,17O(n,α )14C, а так­же 16O(p,3p) 14C. Но эти скорости также незначительны из-за низких концентраций изотопов и небольшого сечения взаимодействия этих реакций с нейтронами.

Образование 14С в УГР в значительной степени зависит от рабочего тела, охлаждающего графитовую кладку. Так, удельная активность 14С в ПУГРах СХК, продуваемых азотом, в 8-10 раз выше, чем в реакторах AGR, продуваемых углекислым газом. Кроме описанных реакций образования радиоуглерода, происходит активация различных при­месей в графитовой кладке, элементах конструкции реактора и ядерном топливе. Еще один механизм загрязнения графитовой кладки – прямой контакт с другими частями активной зоны реактора.

Радиоуглерод 14С образуется и в ядерном топливе. Скорость его образования зависит, главным образом, от концентрации примесей азота в ядерном топливе. При обычном его содержании (0,001-0,002%) скорость образования 14С составляет 0,4-2,5 ТБк/ (ГВт×год), в воде теплоносителя-замедлителя 14С находится в пределах 0,2-0,5 ТБк/(ГВтэ×год). Наиболее высокие нормализованные выбросы 14С — от 10 до 17 ТБк/(ГВт×год) отмечаются у реакторов на тяжелой воде (PHWR, CANDU).

Обобщая вышеизложенное, можно сказать, что радиоактивность облученного графита в УГР обусловлена следующими процессами:

— активацией примесей в графите (доминирую­щие нуклиды 3Н, 14С,60Со,36Сl);

— загрязнением поверхностей графитовых изделий продуктами активации, например, 14С из продувочного азота и контактами с другими загрязнёнными 60Со,55Fe и 3Н деталями реактора;

— загрязнением поверхностей графитовых изделий ядерными материалами и продуктами деления топлива в результате инцидентов с просыпями топлива и др.

Образование 14С при переработке ОЯТ ядерных реакторов

Радиоуглерод 14С является одним из компонентов в выбросах предприятий по регенерации ядерного топлива. По существующей оценке, в отработавших твэлах содержится до 66% 14С, образовавшегося в результате нейтронной активации примесей топлива и теплоносителя. При переработке твэлов максимальное выделение 14С происходит в первые 12 часов после их растворения. При переработке твэлов массой 1.500 т/год выбросы 14С составляют 18,5 ТБк/год. Завод по переработке твэлов легководных реакторов вырабатывает 14С в объеме 0,46 ГБк/(МВт×год), а твэлов высокотемпературных реакторов с газовым охлаждением — 2,5 ГБк/(МВт×год).

Предполагалось, что к 2000 г. концентрация 14С удвоится, причем соотношение радиоактивного углерода к стабильному 14С/12С уменьшится за счет более высоких скоростей образования стабильного изотопа при сжигании ископаемых углеводородов. Таким образом, ежегодный мировой рост сжигания ископаемых углеводородов нивелирует негативные последствия от выброса радиоуглерода 14С атомной промышленностью и его включение в биологические системы и генетические молекулы. Вместе с тем рост выбросов 14С и 12С в атмосферу в виде СО2 способствует повы­шению средней температуры на планете и подрыву механизмов воспроизводства привычной среды обитания.

Влияние радиоуглерода 14С на живые организмы

Несмотря на чрезвычайно низкое содержание радиоуглерода 14С в биосфере (доля радиоактивного углерода при естественном уровне радиации соответствует примерно одному атому на триллион (1012) атомов всего углерода), увеличение его концентрации может иметь существенные негативные последствия.

Участвуя в обменных процессах вместе со стабильным углеродом,14С проникает во все органы, ткани и молекулярные структуры живых организмов. Воздействие радиоуглерода на ДНК и РНК биологических объектов связано с действием бета-частиц и ядер отдачи азота, возникающих в результате распада по схеме 14С->14N. Явление радиоактивной отдачи связано с тем, что, выбрасывая альфа-частицу, сам атом отскакивает в обратном направлении, сталкиваясь с встречающимися на пути молекулами и выбивая из них электроны.

Кроме того, повреждающее действие связано с изменением химического состава молекул за счет превращения атома углерода в атом азота. Подобные превращения в генетических структурах клетки принято называть трансмутациями, а вызванные ими генетические эффекты – трансмутационными. В организме человека ежегодно происходит около 4 млрд трансмутационных эффектов, связанных с 14С (сотни ежесекундно). При этом считается, что подобные повреждения ДНК с трудом или вовсе не восстанавливаются системой клеточной репарации и являются необратимыми.

Повреждения ДНК, вызванные ядерными превращениями 14С->14N, могут инициировать потерю генетической информации со скоростью ядерного распада радиоуглерода, являясь ничем иным, как ядерно-биологическими часами, отмеряющими продолжительность жизни.

Факт высокой генетической значимости трансмутационного превращения 14С, включенного в молекулы ДНК, теоретически обоснован и экспериментально доказан. Эффект проявляется и в области малых доз, близких к уровню доз от естественного радиационного фона.

Вариации концентрации радиоактивного углерода в атмосфере в последние столетия показали, что доминирует всплеск в период 1945-1963 гг., вызванный испытаниями ядерного оружия. После принятия моратория на взрывы ядерных устройств в атмосфере пошел спад концентрации, продолжающийся до настоящего времени.

Реакция мужской и женской смертности показала, что последствия всплеска концентрации 14С достигают своего максимума для мужского населения через 6-7 лет, а женского — через 25 лет. Очевиден идентичный профиль параболических кривых, что дополнительно указывает на общую причину повышенной смертности мужчин и женщин в соответствующий исторический период, несмотря на различие в координатах максимума.

Надежная изоляция реакторного графита от биосферы при выводе из эксплуатации УГР является важным критерием безопасности и успешности вывода из эксплуатации всех реакторов этого типа, в том числе РБМК.

Стратегии обращения с уран-графитовыми реакторами после их окончательной остановки

Проектирование выводимых в настоящее время УГР проходило в СССР в 1960-е гг. без концептуальных проработок планов их будущего вывода из эксплуатации, демонтажа и долговременного решения проблем обращения с РАО, в том числе облученного реакторного графита.

Долговременная стратегия по безопасному обращению с РАО и ОЯТ сложнее, чем это казалось ранее. И эта проблема имеет не только технологическое, но и социально экологическое, экономическое и нравственное измерение. Универсальное решение пока не найдено, поэтому «отложенный вариант» является самой распространенной стратегией.

Существуют три варианта концепций прекращения эксплуатации энергоблоков АЭС: «консервация», «захоронение» и «ликвидация», которые соответствуют трем стадиям по классификации МАГАТЭ: «сохранение под наблюдением», «ограниченное использование площадки», «неограниченное использование площадки». В США эти три способа именуются как «безопасное хранение», «захоронение на месте» и «удаление». Рассмотрим варианты стратегий обращения, которые предлагаются на текущий момент.

Вывод из эксплуатации УГР по концепции «захоронение на месте»

Специфика такого решения вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов вызвана тем, что реактор эксплуатировался под землей на глубине 20 м. Кроме того, графитовая кладка реактора загрязнена трансурановыми радионуклидами, попавшими туда в результате аварий, связанных с разрушением оболочек твэлов и технологических каналов. Было принято решение о том, что этот объект может быть отнесен к категории «особых РАО» и выводиться в соответствии с “Концепцией вывода из эксплуатации промышленных уран-графитовых реакторов по варианту радиационно-безопасного захоронения на месте”, утвержденной 28.12.09.

Это стало первым опытом вывода из эксплуатации по сценарию «захоронение на месте» реактора ПУГР ЭИ-2, проработавшего 32 года в ЗАТО Северск Томской области. Данный двухцелевой реактор использовался для наработки плутония и для централизо­ванного отопления города с населением 100 тыс. человек. Проект был реализован в 2011-2015 гг. После удаления ОЯТ и приведения реактора в ядерно-безопасное состояние были проведены следующие мероприятия:

— демонтировано все неактивное оборудование;

— нижняя часть реактора забетонирована гидроизоляционным бетоном, что обеспечило дополнительное укрепление основных несущих конструкций;

— боковые металлоконструкции заполнены бетоном;

— с помощью специально разработанного изоляционного материала на основе композиции глин и минералов месторождений сибирского региона была изолирована графитовая кладка, расположенная на 20 м ниже уровня земли;

— изоляционным материалом заполнены все проемы в бетонной шахте реактора и полости реакторного пространства;

— верхняя часть реактора закрыта с помощью железобетонного перекрытия, обеспечивающего защиту от пожара, воздействия взрывной волны и герметизирована изоляционным материалом;

— дезактивированы все помещения и демонтировано здание над реактором;

— РАО от демонтажа и дезактивации строительных конструкций подготовлены к захоронению.

Толщина барьера над кладкой — 5 м, под ней — 6 м, по периметру – 12 м.

Всего в пределах шахты реактора использовано 4,5 тыс. м3 глиняных смесей, за пределами шахты реактора — 36,6 тыс. м3;

На поверхности земли создан барьер из природных материалов (глина, песок, щебень). Объем материала для сооружения барьера на поверхности – 86 тыс. м3;

Сооруженный объект имеет статус пункта консервации особых радиоактивных отходов (ПКОРАО). Предусмотрен длительный мониторинг, впоследствии – перевод в ПЗРО.

Преимущества способа «захоронения на месте»:

— отсутствие необходимости изъятия высокоактивных РАО для последующей упаковки, транспортировки и захоронения;

— относительная дешевизна из-за отсутствия необходимости разукрупнения фрагментов реактора и последующего раздельного захоронения РАО в зависимости от класса опасности;

— относительно низкие дозовые нагрузки на персонал в сравнении с вариантами разукрупнения и транспортировки фрагментов реактора.

Недостатки способа «захоронения на месте»:

— сложности изъятия и перезахоронения объекта в случае нарушения барьеров безопасности;

— близость грунтовых вод, опасность выщелачивания и опасность поступления 14С в водные горизонты питьевого водоснабжения.

Вывод из эксплуатации УГР по концепции «зеленый курган»

Концепция «зеленый курган» по выводу из эксплуатации АЭС разработана и запатентована АО «НИКИМТ». Рассмотрим возможности её реализации для вывода из эксплуатации двух уран-графитовых реакторов Игналинской АЭС с реакторами РБМК-1500, мощно­стью по 1.500 МВт каждый.

Осложняющим обстоятельством при выводе из эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК является большая масса облученного графита в каждом реакторе (3.778 т), содержащего помимо биологически значимого 14С значительные загрязнения трансурановыми элементами.

Учитывая высокую удельную активность 0,3-1,0 ГБк/кг графитовой кладки, в том числе ~130 МБк/кг по изотопу 14С, заслуживает внимания рассмотрение концепции «зеленый курган», которая не требует работ по демонтажу верхней биологической защиты (стального барабана высотой 3.0 м, заполненного уральским щебнем). Не потребуется доступ к графитовой кладке, ее разборка, сортировка графитовых блоков по уровню активности, их загрузка в контейнеры и транспортировка для кондиционирования и захоронения.

Можно ожидать, что стоимость реализации концепции «зеленый курган» для Игналинской АЭС будет существенно менее затратной, чем альтернативный вариант глубинного захоронения, который необходимо реализовать в геологически приемлемом месте. Вариант «зеленого кургана» в виде подземного захоронения на месте реализован на Сибирском химическом комбинате в ЗАТО Северск Томской области для двухцелевого ПУГР. Вариант «захоронение на месте» предусмотрен также для реакторов АДЭ, АДЭ-2 и АДЭ-3, размещенных в подземном пространстве на глубине 25.0 м на ГХК в ЗАТО Железногорск Красноярского края.

В отличие от РБМК России и Украины графитовые кладки реакторов РБМК-1500 Игналинской АЭС расположены на 6,0 м выше рельефа местности на отметке +8,4 м на многокилометровой плите из кембрийской глины. Такое размещение реактора позволяет рассмотреть концепцию захоронения реакторов Игналинской АЭС на месте, по запатентованной НИКИМТом технологии «зеленый курган». При этом, вероятность выщелачивания радионуклидов в «зеленом кургане» грунтовыми водами на высоте третьего этажа жилого дома в ближайшие столетия маловероятна.

Использование специально разработанного консерванта «F» [М.А. Туктаров и др., 2016 http://www.atomic-energy.ru/articles/2016/06/08/66585] для защиты графита и металлоконструкций от контакта с кислородом, является важным аргументом в пользу принятия концепции «зеленого кургана».

Дополнительным фактором в пользу этого варианта захоронения является наличие в изобилии подходящих глин и кварцевого песка в районе расположения Игналинской АЭС.

Заливка консервантом «F» полостей реактора и его металлоконструкций, обеспечит защиту металла от коррозии и изоляцию радионуклидов на период до 300 лет, когда распадутся короткоживущие радионуклиды. В течение этого времени можно рассчитывать на прогресс науки и появление более безопасных технологий утилизации и возможности использования ОРГ в народном хозяйстве. В ближайшие 70-100 лет облученный графит может быть без особых сложностей извлечен из кургана и использован.

По существующим оценкам хранение ОРГ на месте в 2-3 раза дешевле, чем «грязная и пыльная» дистанционная его разборка, облучение персонала, повышение риска загрязнения природы биологически значимым 14С, а также 36Cl, 3Н и другими радиоактивными изотопами. В рамках подготовки энергоблоков РБМК-1500 к захоронению на месте требуется предварительно уменьшить его высоту от отметки +50,0 до +25,2 м (пол реакторного зала). Для этого необходимо предварительно демонтировать шатер-крышу, стальные стеновые колонны с навесными железобетонны­ми панелями. Часть этих железобетонных панелей можно уложить на поверхности пола реакторного зала для защиты от падения летательных аппаратов и других несанкционированных действий сверху.

Преимущества концепции «зеленый курган»:

— не требуется выполнять работы по демонтажу, разукрупнению, дезактивации, транспортировке в хранилища оборудования и металлоконструкций реактора;

— нет необходимости демонтажа технологических и других каналов реакторов, а также разборки, кондиционированию, упаковки и транспортировки для захоронения в глубинном геологическом хранилище 7 500 т графитовой кладки двух реакторов;

— не требуется строительство дорогостоящего глубинного геологического могильника для долгоживущих РАО; все высокоактивные и долгоживущие РАО в защитных контейнерах размещаются в освобожденных от ОЯТ приреакторных бассейнах выдержки и других помещениях блоков;

— исключается выполнение работ с взрывоопасной графитовой пылью и загрязнение биосферы опасными радионуклидами 14С, 36Cl, 3Н, содержащимися в графите, значительно снижаются дозовые нагрузки на персонал;

— не потребуется финансирования перечисленных выше работ;

— в окрестностях Игналинской АЭС имеются большие залежи кварцевого песка для бесполосного заполнения внутренних помещений блоков с упаковками РАО, а также кембрийских глин для заливки конструкций энергоблоков снаружи и последующей засыпкой грунта с укрепляющей растительностью;

— два зеленых кургана высотой 80.0 м и диаметром в основании 200,0 м на месте двух энергоблоков РБМК-1500 Игналинской АЭС могут стать экологически, экономически и социально-приемлемым решением проблемы вывода из эксплуатации ИАЭС.

Недостатки концепции «зеленый курган»:

— передача ядерного наследия потомкам;

— необходимость физической защиты «зеленых курганов» от несанкционированного доступа, обеспечение комплексного экологического мониторинга в районе их размещения.

Варианты вывода из эксплуатации УГР с демонтажом графитовой кладки

В случае принятия решений вывода из эксплуатации УГР без «захоронения на месте» или «зеленого кургана», ключевой задачей становится демонтаж и обеспечение эффективных технологий обращения с облученным радиоактивным графитом.

При демонтаже УГР происходит целенаправленное разрушение проектных защитных барьеров безопасности. В результате возрастают риски выноса за пределы энергоблока радиоактивных веществ в твердом, жидком и газообразном состояниях, а также в виде аэрозолей. При демонтаже необходимо учитывать свойства облученного реакторного графита, которые возникли при длительной эксплуатации реактора.

При ресурсных флюенсах ~2×1022 н/см2 теплопроводность графита остается на низком уровне, а механическая прочность снижается. Графит химически взаимодействует только с чрезвычайно сильными реагентами, например, с концентрированной азотной кислотой.

Облученный графит удовлетворяет большинству общих требований, предъявляемых к твердым РАО, пригодным для захоронения. Однако, оценка приобретенной активности графитового замедлителя и других графитовых деталей, применяемых в ядерных реакторах, показывает, что облученный графит не может быть принят на захоронение без предварительной обработки. Такая обработка перед захоронением должна обеспечивать его изоляцию от экосферы на весь период сохранения им потенциальной опасности — на десятки тысяч лет.

Прямое захоронение графитовых отходов

Выбор стратегии захоронение на месте, захоронение в приповерхностном или глубинном пункте захоронения РАО (ПЗРО) — определяется рядом технико-экономических факторов, в том числе, располож­ением ядерной установки.

Для непосредственного захоронения в ПЗРО рассматривались как приповерхностные хранилища, так и глубинные геологические формации. В соответствии классификацией РАО, большая часть облученного графита (графит кладок УГР) относится ко 2 классу РАО, который подлежит захоронению в глубоких геологических формациях без предварительной выдержки в целях снижения их тепловыделения.

Аварийный графит, содержащий просыпи ОЯТ, неоднороден по своему загрязнению. При сортировке и его выделению в процессе демонтажа графито­вой кладки УГР аварийный графит будет относиться к классу 1 и также подлежит захоронению в глубинных ПГЗРО.

Сменные графитовые изделия подвергались облучению в течение значительно меньшего времени (5-15 лет) по сравнению с блоками кладки (~45 лет), поэтому их удельная активность ниже и находится в прямой зависимости от времени облучения.

Применительно к графиту энергетических УГР оцениваемая масса удаляемого графита класса 1 (аварийный графит) составит 1.500 т, класса 2 – 22.000 т (кладка), класса 3 (втулки, кольца и др.) – 7.500 т.

В графитовых кладках в местах локализации частиц облученного топлива в период выдержки до трех лет спектр γ-излучения облученного графита определяется короткоживущими осколками деления 134Cs, 144Ce, 106Ru, 155Eu и др., в последующий период от 3 до 50 лет – радионуклидами 60Co, 137Cs и 155Eu. В этот период высокий уровень гамма-фона реакторов обусловлен, главным образом, высокоэнергетическими γ-квантами, сопровождающими β-распад 60Co (Т 1/2 — 5,27 года).

Согласно расчетным данным НИЦ «Курчатовский институт», мощность дозы от графитового блока после 10 лет выдержки достигнет транспортного критерия (рис. 2), то есть ограничения по мощности дозы при перевозке упаковок с графитовыми РАО. Это позволит обращаться с графитом более безопасно и менее затратно.

Рис. 2. Мощность эквивалентной дозы излучения от графитово­го блока после 10 лет выдержки достигает допустимого значения для транспортировки

Локальные концепции вывода из эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК-1000 предусма­тривают варианты демонтажа (немедленного или отложенного) реакторных установок с упаковкой графитовых отходов в контейнеры и их вывозом на захоронение. Для приповерхностного и глубинного захоронения были разработаны специальные контей­неры.

Утилизация после сжигания с последующим кондиционированием золы­

С целью уменьшения объема графитовых отходов для окончательной утилизации рассматривался вариант их сжигания с последующим захоронением золы. Для обычного процесса сжигания было установлено, что соотношение графита к золе составляет ~160, поэтому общий объем РАО, подлежащего захоронению, будет значительно меньше по сравнению с исходным облученным графитом, хотя зола будет относиться к более высокой категории отходов.

Для горения графита требуется предварительный разогрев всей его массы до температуры не ниже 300°С, а интенсификация горения наступает при 1.200-1.300°С.

Перспектива сжигания графитовых отходов для окончательной утилизации вызывает следующие проблемы:

— трудность сжигания реакторного графита в свя­зи с его качеством;

— выделение радиоактивных газов, в частности, 14C, 36Cl и остаточного 3H;

— переработка и иммобилизация золы, в которой сконцентрированы радионуклиды;

— необходимость измельчения графита на достаточно мелкие фрагменты перед сжиганием, исключив при этом выход пыли в окружающую среду.

Для исключения выбросов в окружающую среду остаточных радиоактивных газов система сжигания графита должна быть оборудована эффективной системой фильтрации, состоящей из предварительного фильтра, обратного промывного фильтра и воздушного фильтра высокой эффективности для улавливания всех радиоактивных частиц и аэрозолей.

Утилизация после иммобилизации в инертной матрице

Кроме прямого захоронения облученного графита рассматриваются варианты его иммобилизации в различных инертных матрицах, в качестве которых использовались такие материалы, как: цемент, полимеры, смолы, битум, стекло, керамика. Наиболее детально были изучены цемент и минеральные матрицы.

Цементный раствор готовился из трех частей доменного шлака и одной части портландцемента. Измельченный графит перемешивался с цементным раствором, смесь разливалась в 200-литровые металлические бочки. Для демонстрации приемлемости компаунда для окончательного захоронения оценивались: механически прочность, сохранность формы, химические свойства, радиационная стойкость, термическая стабильность и стойкость к удару. Использование цементной матрицы согласуется с критериями приемлемости РАО для захоронения.

Специалистами ГНЦ ФЭИ им. А.И. Лейпунского был предложен интересный метод иммобилизации графита, загрязненного ураном и актинидами. После измельчения графит перемешивается в стехиометрических пропорциях с порошками Al и оксидов Y, Ce, Ti. Затем в герметичных стальных контейнерах проводится их вы­сокотемпературный синтез, в процессе которого атомы Y могут быть замещены атомами урана и актинидов. Компаунд, в структуре которого заблокированы 14C и все значимые изотопы, представляет собой стабильный инертный композиционный материал плотностью ~4 г/см3, готовый к захоронению. Эта технология считается экологически безопасной.

Утилизация после покрытия и пропитки

Целью покрытия и пропитки является иммобилизация графитовых отходов и защита их от воздействия окисляющих газов или влаги. Эпоксидная смола считается лучшим по сравнению с другими материалом, причем отверждение происходит в течение нескольких дней при температуре окружающей среды, что исключает необходимость термообработки. Испытания на прочность при сжатии показали улучшение коэффициента Пуассона примерно в 1,7 раза по сравнению с чистым графитом. Это важный результат, характеризующий снижение риска повреждения графита при хранении.

Испытания на выщелачивание показали снижение скорости выщелачивания до двух порядков для основных изотопов. Данный метод способен эффективно иммобилизировать подавляющее большинство присутствующих радионуклидов и обеспечить защиту окружающей среды от возможного повреждения контейнеров при хранении.

Заключение и выводы

При выводе из эксплуатации УГР безопасное обращение и долговременная изоляция графита, отработавшего в активной зоне, становится серьезным вызовом.

На сегодняшний день отсутствуют общепризнанные в мировой практике решения по обеспечению безопасной изоляции отработавшего реакторного графита на все время, пока он будет представлять опасность — 10 периодов полураспада 14С, то есть 57.300 лет.

Двукратное повышение концентрации экологически и генетически значимого радиоуглерода 14С в атмосфере в период массовых испытаний ядерного и термоядерного оружия к началу 1960-х гг. продемонстрировало реальность его глобальных негативных последствий для природы и людей, воздействуя на генети­ческий аппарат.

Существуют риски дополнительных локальных загрязнений 14С вблизи действующих АЭС, которые способны привести к негативным последствиям в районе их размещения.

Реактор РБМК-1000 первого энергоблока ЛАЭС стал первым из 11 российских энергоблоков этого типа, на котором будут отрабатываться технологии безопасного вывода из эксплуатации, в том числе обращения с 1.798 т облученного реакторного графита, содержащего 14С.

Оператором ЛАЭС принята стратегия немедленного демонтажа, рекомендованная МАГАТЭ, которая обеспечит возможность использование опыта эксплуатационного персонала станции, экономически более оправдана и соответствует ожиданиям общественности.

Кроме того, принята «дорожная карта» по созданию на ЛАЭС опытно-демонстрационного инженерного центра (ОДИЦ) по выводу из эксплуатации энер­гоблоков АЭС с реакторами канального типа.

Важно, чтобы при наработке такого опыта по выводу из эксплуатации в условиях повышенных рисков негативного воздействия на среду обитания, учитывались следующие особенности места размещения ЛАЭС:

— Балтийское море – среда обитания, находящаяся под защитой в соответствии с «Конвенцией по защите морской среды района Балтийского моря» 1992 г. (Хельсинкской конвенцией);

— Финский залив – водоем высшей рыбохозяй­ственной категории;

— в радиусе 1 км от выводимой из эксплуатации ЛАЭС работают более 8.000 человек;

— в районе сосновоборского ядерного кластера и в г. Сосновый Бор обнаружено генотоксическое воздействие, в результате которого семена сосен имеют тяжелые цитогенетические повреждения, процент этих статистически значимых результатов в районе ЛАЭС в 3 раза, а в г. Сосновый Бор в 2 раза выше, чем в контрольной точке отбора семян сосен в районе пос. Большая Ижора (30 км от ЛАЭС в сторону Санкт-Петербурга).

Решения, принимаемые при выводе из эксплуатации ЛАЭС, могут затрагивать социальные, экологические, экономические и нравственные интересы различных сторон и будущих поколений. Это необходимо учитывать при работе Опытно-демонстрационного инженерного центра, который создается на базе ЛАЭС.

Принципиально важно, чтобы такой ОДЦ аккумулировал не только технологический опыт вывода из эксплуатации, обращения с реакторным графитом, но и опыт взаимодействия со всеми заинтересован­ными сторонами: властями всех уровней, органами местного самоуправления, независимыми экспертами, экологами, а также заинтересованной общественностью.

 

0
Фев 23 / Владимир Кузнецов

В США будет построен реактор с шаровыми твэлами

https://www.atomic-energy.ru/news/2018/12/03/90897

Шаровые твэлы TRISO в увеличенном виде Национальная лаборатория Айдахо

Американские компании Centrus Energy Corp и X-energy объявили о начале работ по строительству завода по производству шаровых топливных элементов (TRISO) для высокотемпературного модульного реактора  Xe-100.

Напомним, идея об использовании в качестве ядерного топлива шаровых твэлов (с сердцевиной из делящегося материала и с оболочной из графита, выступающего в качестве замедлителя нейтронов) обсуждается в мире достаточно давно. В числе преимуществ такой технологии – возможность использования в качестве топлива урана низкого обогащения; возможность варьирования мощности реактора, в т.ч. создание реактора очень малой мощности, повышенный уровень безопасности и др.

Однако до сих пор реакторы такого типа не вышли из стадии НИОКР. Одной из проблем является то, что отработанные твэлы таких реакторов будут очень сложны для переработки, т.к. облученный графит из оболочки этих твэлов будет являться источником очень сильного излучения. Для обращения с графитом иных видов уран-графитовых реакторов допускается либо вариант «отложенного решения» (как для уран-графитовых реакторов первого поколения или реакторов типа РБМК), либо консервация (как в случае с выводимыми промышленными уран-графитовыми реакторами на ГХК и СХК в России и с аналогичными реакторами в других странах). Но для реакторов с шаровыми твэлами такие варианты не подойдут, т.к. в любом случае необходимо проводить какие-либо действия с только что использованными твэлами, что, при соблюдении всех необходимых норм безопасности, делает такие реакторы экономически малоэффективными.

Тем не менее, учитывая упомянутые плюсы технологии TRISO, в мире проводятся исследования по разработке реакторов такого типа. Так, например, в Китае в настоящее время строится промышленная АЭС «Шидаовань», которая будет использовать шаровые твэлы в качестке топлива. Теперь об аналогичных планах объявлено и в США. Соответствующие предварительные контракты между Centrus и X-energy о работах в этом направлении были заключены в 2017 году и в марте 2018 года; нынешнее новое соглашение создаёт основу для практических действий.

В соответствии с контрактом, Centrus предоставит X-energy свою материальную базу и экспертные услуги, в т.ч. свою производственную площадку на территории Окриджской национальной лаборатории

Реактор Xe-100 будет иметь мощность 200 МВт (тепловых) и 75 МВт (электрических). Планируется строительство атомной станции из четырёх реакторов суммарной мощностью 300 МВт. Шаровые твэлы радиусом по 0,85 мм будут состоять из урановой сердцевины, слоя графита как замедлителя и защитной внешней керамической оболочки, которая не допустит расплавления топлива в случае возникновения аварийной ситуации. Ранее X-energy получила гранты от Минэнерго США на общую сумму 9,9 млн долларов на строительства коммерческого завода по производству топлива. В случае успешного прохождения лицензионных процедур планируется запуск топливного завода к 2025 году, а строительство реактора – во второй половине 2020-х годов.

Источник: 

Атомная энергия 2.0 

0
Янв 29 / Владимир Кузнецов

Сколько стоит закрыть ИАЭС и как захоронить ядерные отходы?

    Интервью с бывшим мэром Игналины

Беларусь обязалась ликвидировать все недостатки БелАЭС до 2024 года.
До ликвидации недостатков несправедливо было бы запускать ее, так как они
могут привести к инцидентам», — заявил евро депутат от Литвы Бронис Ропе.
Ранее он почти 20 лет занимал пост мэра Игналины рядом с Беларусью, где
в советское время построили АЭС, а сейчас ее ликвидируют. Почему Литва закрывает
АЭС? Что делать с ядерными отходами после закрытия?

Интервью Александра Силича с литовским политиком, который в Европейском парламенте участвует в работе Делегации по отношениям с Беларусью.

— На БелАЭС началась горячая обкатка оборудования. Скоро будет запуск станции. Можно ли остановить этот процесс, как требует Литва?
— Любую работу можно начать и приостановить. Атомная станция в Беларуси стоит ещё
пустая. В ней нет ядерного топлива, потому нет вредных выбросов. Но Беларуси надо остановиться прямо сейчас, чтобы не создавать проблем для детей и внуков. Когда загрузят ядерное топливо, АЭС начнёт работу — Беларуси будет сложнее и дороже остановить этот процесс. Никто не знает, что будет завтра. Я думаю, что международное сообщество сделает все, чтобы станция работала безопасно, чтобы Беларусь провела стресс-тесты, потому что есть недостатки. Конечно было бы справедливо до устранения недостатков не запускать её, потому что они могут привести к инцидентам. Мнение Литвы: устраните недостатки, а потом решайте, что делать дальше. Международное сообщество слышало это обращение Литвы и тоже удивляется, что Беларусь собирается запускать АЭС, не устранив недостатки. Литва тоже остановила атомную станцию, потому что надо думать не только о сегодняшнем дне. Например, Италия решила остановить все ядерные станции. Климат меняется, мы не знаем, какие стихийные бедствия где и когда могут произойти. Мы не можем застраховаться. Если случится авария, Беларусь не сможет компенсировать последствия всем пострадавшим. Потому Беларусь должна войти в мировую систему страхования и застраховать все возможные затраты. Беларусь в 90-х годах, когда возле Минска строили атомную станцию, перевели её на газ,и она сейчас работает. На прошлой неделе в Европарламенте было голосование о том, в каком направлении двигаться в вопросе энергетики. Был вопрос о ядерной энергетике. Несколько человек проголосовали за то, чтобы ядерная энергетика осталась в Европейском Союзе. Я думаю, что новый парламент через пару лет проголосует за то, чтобы ядерной энергетики вообще не было.
Вы почти 20 лет руководили городом Игналина, где во времена СССР строилась
атомная станция. Теперь её закрывают.
Насколько это технически возможно, насколько дорого?
— Смету посчитать сложно. Там работала пять тысяч солдат, десять тысяч других работников. Сегодня расчёт такой: строительство похожей станции стоит около 7—8 млрд евро, закрытие— похожая сумма, а также временное хранение и захоронение радиоактивных отходов столько же. Можно сказать, что около 20 млрд евро надо, чтобы безопасно закрыть станцию.

— Почему в Литве всё-таки решили закрыть станцию? Ведь она дает дешёвую энергию и независимость.
— Нельзя сказать, что она была дешёвая. Литва уже получила 3 млрд евро помощи от Европейского Союза на закрытие. Сейчас работа выполнена примерно на 50%. Ещё похожая сумма необходима для временного захоронения и складирования. Вопрос о сохранении ядерных веществ. Проект ещё даже не в разработке. Неясно, в каком месте это можно будет сделать. Это тоже будет стоить около 5 млрд евро. Это весь годовой бюджет Литвы. Для маленьких государств это большие траты на большие объекты,
которые не только тяжело открыть, но и сложно найти деньги, если что-то случится. Во-вторых, когда электроэнергия продается по рыночным ценам, денег на закрытие не накапливает. Она не конкурентно способная. И это проблема для всех государств.
— После закрытия АЭС остаются радиоактивные отходы. Насколько мы знаем, на границе с Беларусью построен ядерный могильник. Насколько он безопасен?
— Ядерные отходы бывают разные. Например, ядерные отходы с малой радиацией. Они сохраняются в специальных могильниках в природе. Для этого есть специальные технологии. На горке, где они закопаны сажают деревья, и остается лес. Самое главное — это отработанное ядерное топливо и сам реактор. Эта часть отходов очень большой радиоактивности. Натуральное действие радиации до 1000 лет. Сейчас существует толь-
ко одна технология — отработанное ядерное топливо можно временно поместить в контейнеры на пятьдесят лет. Первым контейнерам на Игналине около
двадцати лет. После пятидесяти лет надо будет принять решение: перекладывать в другие контейнеры на пятьдесят лет или найти новую технологию переработки, чего ещё никто не придумал. Например, это может быть шахта несколько километров под землёй. Это очень долгий и дорогой процесс. Сейчас мы принимаем регламент по Игналине на 2021—2027 год. Я предложил и Евро парламент поддержал чтобы Литва начала работать над проектом для постоянного хранения. Сделать какой-то пилотный проект, чтобы можно было потом и другим станциям европейского Союза этот опыт передать.
— В Беларуси некоторые говорят, что Литва построила ядерный могильник на границе с нами, потому пусть теперь не возмущается. Чтобы вы им ответили?
— В Литве нет никакого могильника. Есть только могильник тех ядерных отходов, которые имеются на каждой атомной станции. В тех трубах, где течёт радиоактивная вода, появляется выброс. Ломается вентиль или что-то другое происходит, собирается вода, она упаковывается в специальные пакеты, бетонируют в бочке и не хранится на ядерной станции. Эта технология есть на каждой атомной станции. Атомная станция Беларуси тоже должна будет иметь место для временного хранения, временный могильник.
Самый важный вопрос — вопрос отработанного ядерного топлива и самого реактора. Эти вопросы в Европе ещё не разрешены. У шведов есть идея захоронить отходы под морем, но маленькое их количество. Отработанное ядерное топливо с Игналины невозможно там захоронить. Так что Литва пока решает вопрос захоронения
малой радиации.
— Какой реальный выход есть в споре между Минском и Вильнюсом в вопросе БелАЭС?
— Этот вопрос можно решить только так как Литва: переключится на западную систему обеспечения электроэнергии, как это сделали Латвия, Эстония. Мы будем хорошими соседями с Беларусью, но не будем покупать эту энергию, потому что в Литве будут другие системы. Когда мы покупаем энергию из России, мы не знаем откуда она — это российская, белорусская или украинская. Но в течение двух-трёх лет переключимся
на западноевропейскую систему, то этот вопрос будет решен. Вопрос безопасности электростанции лежит на руководстве Беларуси. Оно должно обеспечить полную безопасность, хоть и стоить будет очень дорого.

Белсат.tv, 17,12.2019

0
Янв 29 / Владимир Кузнецов

Москва и Киев возобновили вывоз ядерного топлива с Украины в РФ

https://www.dw.com/ru/%D0%BC%D0%BE%D1%81%D0%BA%D0%B2%D0%B0-%D0%B8-%D0%BA%D0%B8%D0%B5%D0%B2-%D0%B2%D0%BE%D0%B7%D0%BE%D0%B1%D0%BD%D0%BE%D0%B2%D0%B8%D0%BB%D0%B8-%D0%B2%D1%8B%D0%B2%D0%BE%D0%B7-%D1%8F%D0%B4%D0%B5%D1%80%D0%BD%D0%BE%D0%B3%D0%BE-%D1%82%D0%BE%D0%BF%D0%BB%D0%B8%D0%B2%D0%B0-%D1%81-%D1%83%D0%BA%D1%80%D0%B0%D0%B8%D0%BD%D1%8B-%D0%B2-%D1%80%D1%84/a-19447006

03.08.2016

Контейнеры для транспортировки урана

Россия и Украина возобновили прерванное сотрудничество по возврату отработавшего ядерного топлива с украинских АЭС для переработки в РФ. Киев перечислил аванс, первый рейс отправят до осени.

Россия возобновила возврат отработанного ядерного топлива (ОЯТ) с Украины, в связи с чем Киев перечислил Москве аванс за возврат на российскую территорию ОЯТ со своих АЭС. Об этом в среду, 3 августа, сообщил ряд российских и украинских информационных агентств со ссылкой на источники. Ранее процедура возврата была остановлена «Росатомом» из-за ареста счетов оператора украинских АЭС «Энергоатома».

«Сейчас все возобновилось. Украинская сторона начала платить примерно месяца полтора назад. Единственное, что сроки сместились», — сказал собеседник агентства «Прайм», уточнив, что стороны попробуют уложиться в график годового плана. Цена операций по переработке российского ядерного топлива, эксплуатировавшегося на украинских АЭС, «соответствует мировому уровню», пишет агентство ТАСС. Первый рейс по возврату российского ОЯТ с Украины, предположительно, состоится до конца лета.

Соглашение действует с 1993 года

Возврат отработавшего (облученного) ядерного топлива с Украины в Россию осуществляется в соответствии с межправительственным соглашением о научно-техническом и экономическом сотрудничестве в области атомной энергетики от 15 января 1993 года. Речь идет о ядерном топливе, произведенном в России для действующих на Украине атомных энергоблоков российского дизайна.

Соглашение предусматривает доставку на территорию России ОЯТ на временное хранение и переработку с последующим возвратом радиоактивных отходов на Украину. Основная цель этого сотрудничества заключается в обеспечении безопасной работы АЭС России и Украины.

Не имеющие ценности продукты переработки возвращают Украине

В процессе переработки в России облученных тепловыделяющих сборок получаются ценные компоненты, в том числе уран, который используют в РФ для изготовления нового топлива для АЭС. Они остаются в России. В соответствии с контрактом остальные продукты деления, содержащиеся в ОЯТ и не являющиеся делящимися ядерными материалами, в ходе переработки будут остеклованы и в виде кондиционированных радиоактивных отходов отправлены обратно на Украину, уточняет агентство РИА «Новости».

Украина договорилась с РФ о поставках уранового сырья

В тот же день, 3 августа, стало известно, что украинское государственное предприятие «Ядерное топливо» подписало контракт с российским «Международным центром по обогащению урана» о поставках уранового сырья с Украины в Россию в 2016 году.                          Обновлено: 15:11 03.08.2016

Первый рейс в Россию с отработавшим топливом АЭС Украины состоится летом

Возврат отработавшего ядерного топлива из Украины в Россию осуществляется в соответствии с межправительственным соглашением о научно-техническом и экономическом сотрудничестве в области атомной энергетики.

 

0
Янв 19 / Владимир Кузнецов

Как во Франции готовятся к демонтажу уран-графитовых реакторов. 9 января 2020 г.

https://analysis.nuclearenergyinsider.com/edf-veolia-venture-predicts-wider-decommissioning-benefits

Компании EDF и Veolia, через соответствующие дочерние фирмы Cyclife Holding и Asteralis, создали совместное предприятие Graphitech. Эта компания сосредоточится на выводе из эксплуатации, разработке технологий и инноваций, которые включают графит технологии и могли бы иметь более широкое применение и преимущества, кроме демонтажа ядерных реакторов.

Поскольку на сегодняшний день демонтированы только два графитовых реактора и около 60, по всему миру, ожидают вывода из эксплуатации. Graphitech надеется извлечь выгоду из ядерной экспертизы EDF с ядерной робототехникой Veolia.

«Graphitech будет отвечать за технологическое развитие и инженерные исследования, необходимые, в рамках подготовки к выводу из эксплуатации ядерных реакторов, которые используют графитовые технологии«- сказал председатель ядерной энергии Insider Эстель Desroches.

«Предприятие разработает дистанционно управляемые инструменты для разукрупнения сложных, крупномасштабных бетонных и металлических конструкций, а также инструменты для удаленного извлечения активированных графитовых кирпичей и стержней. Он также будет разукрупнять системы и громоздкие сооружения, с тем чтобы обеспечить использование этих инструментов».

Первая цель Graphitech будет заключаться в том, чтобы предоставить EDF оптимизированный сценарий вывода из эксплуатации реактора Chinon A2 в 2028 году и предложить программу тестирования для оценки технологических решений, необходимых для завершения проекта.

Полномасштабные модели

Программа Chinon A2 начнется в 2022 году с этапа разработки и квалификации с использованием полномасштабных моделей. Этот масштабируемый объект позволит операторам из всех потенциальных заинтересованных сторон:

  1. Проверить целесообразность новых сценариев вывода из эксплуатации, включая альтернативные решения для непредвиденных ситуаций;
  2. Разрешить интенсивное использование реалистичного 3D-моделирования на основе 3.  3D-сканирования на месте
  3. Обучить работников справляться со сценариями, использовать выбранные инструменты и наиболее подходящие методы
  4. Повысит безопасность, усилит контроль задержек и затрат за счет эффективного использования инструментов, улучшения темпов демонтажа, ограничения и контроля вторичных объемов отходов или выбросов, ограничения воздействия дозы, оптимизации конечной упаковки отходов, полной масштабный тест процедур контроля и обработки
  5. Внедрение инструментов дистанционной обработки и проверка эффективности режущих инструментов на макетах в реальном масштабе Desroches добавил, что вывод из эксплуатации графитовых реакторов является сложной задачей в основном из-за их конструкции и характеристик, следовательно, необходимо иметь полномасштабные макеты.

«Эти реакторы огромны, давление в реакторе почти в 2-3 раза выше, в диаметре в 3 — 4 раза больше и в 20 раз тяжелее», сказал Desroches. «Они компактны, и внутри полные слои  графитовых колонн, что составляет десятки тысяч кирпичей. Таким образом, объем изъятых материалов относительно высок.» В настоящее время не существует полезного опыта аналогичных операций в таких масштабах: До настоящего времени были демонтированы только несколько небольших графитовых энергетических реакторов »

Все газоохлаждаемые графитовые реакторы во Франции закрыты, как и большинство во всем мире, с 14 AGRs в Великобритании, чтобы закрыть между 2023 и 2030.

Veolia предоставит свои ноу-хау и опыт в области робототехники и технологий дистанционной обработки с целью разработки и доставки инновационных решений для доступа к активным зонам реакторов с газовым охлаждением и для разрезания и извлечения компонентов при оптимальной радиационной безопасности.

«В долгосрочной перспективе, новые знания должны улучшить практики вывода из эксплуатации по отношению к другим типам реакторов», Франсуа Паро, главный офис ядерных решений континентальной Европы Veolia, сказал Insider ядерной энергии.

«Разработка инструментов и систем с дистанционным управлением, а также механических платформ и инструментов, безусловно, создаст разумный объем инноваций, которые будут стремиться стандартизировать эти технологии и сделать их более доступными для других операций по демонтажу. Возможная стандартизация этих дистанционных операций может также стать эталоном с точки зрения ядерной безопасности и радиационной защиты».

Scott Birch

EdFVeolia прогнозирует более широкие выгоды вывода из эксплуатации

https://analysis.nuclearenergyinsider.com/edf-veolia-venture-predicts-wider-decommissioning-benefits      9 января 2020

Graphitech будет сосредоточена на технологии графитового реактора с более широким применением.

Graphitech. сосредоточится на выводе из эксплуатации, разработке технологий и инноваций, которые могли бы иметь более широкое применение и преимущества, помимо ядерных реакторов, которые включают графит технологии. Поскольку на сегодняшний день демонтированы только два графитовых реактора и около 60, требующих вывода из эксплуатации по всему миру, Graphitech надеется извлечь выгоду из ядерной экспертизы EDF с ядерной робототехникой Veolia.» Graphitech будет отвечать за технологическое развитие и инженерные решения.

0
Янв 17 / Владимир Кузнецов

МАГАТЭ завершило формирование Банка низкообогащенного урана в Казахстане

11.12.2019 15:21 https://interfax.az/print/786528/ru

Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) завершило формирование Банка низкообогащенного урана (БНОУ) в Казахстане, сообщила пресс-служба МАГАТЭ. БНОУ 10 декабря получил вторую, заключительную, партию низкообогащенного урана. «Казахстанская национальная атомная компания «Казатомпром» доставила 28 баллонов НОУ на завод Ульбинского металлургического завода в городе Усть-Каменогорск. Уран происходил из Казахстана и был обогащен на установке в соседней России до того, как НОУ был доставлен поездом на площадку в Восточном Казахстане, где он был проверен и официально принят экспертами МАГАТЭ», — говорится в сообщении.

«Казахстанская национальная атомная компания «Казатомпром» доставила 28 баллонов НОУ на завод Ульбинского металлургического завода в городе Усть-Каменогорск. Уран происходил из Казахстана и был обогащен на установке в соседней России до того, как НОУ был доставлен поездом на площадку в Восточном Казахстане, где он был проверен и официально принят экспертами МАГАТЭ», — говорится в сообщении.

Поставка первой партии низкообогащенного урана в БНОУ состоялась в октябре текущего года.

Как сообщалось ранее, в БНОУ будет храниться 90 метрических тонн гексафторида урана, пригодного для изготовления топлива для стандартного легководного реактора на атомных электростанциях.

«Если в мире где-то будет остановка, какая-то атомная станция не сможет купить топливо на рынке, то она сможет прибегнуть к нашим услугам (услугам БНОУ — ИФ), взять у нас низкообогащенный уран, переработать его в таблетки, далее в топливные сборки и обеспечить загрузку своего атомного реактора», — пояснял ранее замминистра энергетики Казахстана Асет Магауов.

Благодаря инвестициям Казахстана и МАГАТЭ на базе Ульбинского металлургического завода (входит в структуру «Казатомпрома») создана необходимая инфраструктура для безопасного хранения материала.

Поставщиками материала для БНОУ МАГАТЭ являются «Казатомпром» и французская компания Orano Cycle.

Создание и функционирование БНОУ полностью финансируется за счет добровольных взносов государств-членов МАГАТЭ и других доноров на общую сумму $150 млн. Эти взносы покрывают сметные расходы по меньшей мере на 20 лет его функционирования. К числу доноров относятся фонд «Инициатива по уменьшению ядерной угрозы» (NTI), Соединенные Штаты, Европейский союз, ОАЭ, Кувейт, Норвегия и Казахстан.

0
Янв 9 / Владимир Кузнецов

ОТВЕТ МИНИСТЕРСТВА ЗДРАВООХРАНЕНИЯ ЛИТОВСКОЙ РЕСПУБЛИКИ ДЕПАРТАМЕНТ ЗДОРОВЬЯ ЛИЧНОСТИ ОТДЕЛ СПЕЦИАЛИЗИРОВАННОГО УХОДА ЗДОРОВЬЯ

Vladimir Kuznecov 2020-01-09 № (1.1.36-422) 4-34

vladkuz60@gmail.com На 2019-11-29 № 9

 

ПО ПОВОДУ ОБРАЩЕНИЯ

         Министерство здравоохранения (далее именуемое «Министерство») получило и обработало вместе с Институтом гигиены ваш запрос от 2019-11-29 о статистике заболеваемости и распространенности заболеваемости населения Висагинаса. Данные, указанные в вашем запросе, верны, за исключением диагноза N70-N77, где нет информации о том, какой диагноз или группа населения была выбрана.

Мы ценим вашу человеческую позицию, но обращаем ваше внимание, что по информационной системе обязательного медицинского страхования рассчитывается только так называемая зарегистрированная заболеваемость, которая не идентична фактической заболеваемости. Зарегистрированная заболеваемость отражает загруженность и работу муниципальных учреждений здравоохранения, заботу населения о своем здоровье, т.е. посещения у врачей. Однако, если человек не обращается к врачу, болезнь не может быть зарегистрирована, даже если он болен. Жители Висагинаса почти чаще всего посещают врачей в Литве (чаще посещают только жители города Алитус). В результате регистрируется больше случаев, чем в самоуправлениях, где население гораздо реже посещает медицинские учреждения.

Мы подчеркиваем, что высокая зарегистрированная заболеваемость сама по себе не является плохой вещью: ее необходимо анализировать в контексте других показателей (например, смертности). Высокая заболеваемость может означать, что заболевания хорошо диагностируются, а затем, по-видимому, лучше поддаются лечению и контролю.

Поскольку возраст населения (более 40% населения в Висагинасе (наиболее в Литве) составляет 45-64 года), мы не можем ожидать снижения заболеваемости в ближайшем будущем. Таким образом, ранняя диагностика и хороший контроль хронических заболеваний являются основной задачей здравоохранения. Снижение заболеваемости и заболеваемости может быть только долгосрочной проблемой общественного здравоохранения, в первую очередь связанной с изменением образа жизни детей и молодежи. Поэтому для улучшения здоровья населения Висагинаса мы предлагаем сотрудничать с Рокишкским бюро общественного здравоохранения, которое выполняет функции муниципального бюро здравоохранения города Висагинас.

В случае не согласия с ответом Министерства, вы имеете право по эл. п. info@lagk.lt (Vilniaus g. 27, 01402 Vilnius) подать жалобу в Комиссию по административным спорам Литвы или Административный суд Вильнюсского округа, по адресу Žygimantų g. 2, Vilnius, в течение одного месяца с момента получения ответа Министерства.

Руководитель отдела специализированного здравоохранения Инга Цехановичене

Г. Климиене, тел. (8 5) 266 1473, эл. п. genovaite.klimiene@sam.lt

 

Перевод Инги Можейко. Спасибо, Инга,  за работу.

Опубликовал В. Кузнецов

0
Янв 9 / Владимир Кузнецов

ООН приняла «Израильскую декларацию»

Ее суть – активное использование высоких технологий в сельском хозяйстве и животноводстве.
Израиль – мировой лидер в сфере использования высоких технологий в сельском хозяйстве. Израиль экспортирует свои технологические системы в развитые страны мира, включая США, Великобританию, Германию, Китай, Южную Корею.
В этих странах спросом пользуются электронные системы управления капельным орошением, комплексы поддержания оптимального (рассчитываемого) климата в теплицах, системы слежения за ростом растений, выращивания растений на искусственной почве и другие.
В развивающиеся страны поставляются автоматизированные заводы по переработке молока, изготовления разнообразных молочных продуктов, производству куриного мяса и индюшатины.
Сравнения с ними не выдерживают ни китайцы, ни испанцы – мировые лидеры в этой сфере: при более высокой, чем у конкурентов, цене – на 20-30%, производительность израильских заводов выше на 40%, а главное – падеж всего 2-3% против 40% у конкурентов.
И сами китайцы охотно приобретают израильские фабрики.
За «Израильскую декларацию» проголосовали 138 государств, 38 воздержались.
Боливия проголосовала против.
Среди воздержавшихся  страны третьего мира – арабы и дружественные им государства.

Любопытно, что на русскоязычной странице сайта ООН об этом ни слова.
Такова политика России в отношении Израиля
.
Естественно, на это обращают внимание аналитики компаний-производителей.
Недружественным по отношению к Израилю странам не нравится роль Израиля как инициатора решения.
Они ничего не могут поделать с тем, что Израиль среди мировых лидеров в области технологий, но они в силах блокировать невыгодные им решения.
На этот раз – не получилось.
В Израиле к этому относятся достаточно равнодушно – в мировых рейтингах в части технологий и вооружений Израиль опережает недругов.
Достаточно сложно догнать страну, если она ушла далеко вперед в части технологий производства продовольствия.
Речь, прежде всего, о системах капельного орошения, солнечной энергетике, и самое важное для всего мира – производстве воды.
На наших глазах, за какие-то 5-6 лет Израиль полностью избавился от проблемы дефицита воды.
Мир все более и более понимает разрушительные действия стран-нефтяников – мировых сырьевых придатков, и созидательные – стран-технологов.
И при очередном конфликте между Израилем и Сектором Газа дружественным арабам странам все труднее отстаивать целомудрие ХАМАС, все сложнее доказывать, будто израильтяне — агрессоры.
Израиль – кормит мир технологиями, а во всем отстающий третий мир кормит Сектор Газа ракетами против Израиля.
Умирать с палестинцами или выжить с израильтянами?
И ООН выбрала Израиль, а не арабов.

0
Янв 7 / Владимир Кузнецов

Росатом получил новый патент на изобретение в области вывода из эксплуатации уран-графитовых реакторов

https://www.rosatom.ru/journalist/news/rosatom-poluchil-novyy-patent-na-izobretenie-v-oblasti-vyvoda-iz-ekspluatatsii-uran-grafitovykh-reak/

По итогам проведённых исследований АО «ОДЦ УГР» запатентовало «Способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора», который обеспечит выполнение работ вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов по варианту «Ликвидация».

В настоящее время в мире отсутствует опыт демонтажа графитовых кладок ядерных реакторов мощностью более 350 МВт. Рассматриваются различные варианты демонтажа графитовой кладки, такие как: полный демонтаж верхних защитных конструкций для обеспечения доступа к графитовой кладке, заполнение водой конструкций реактора для снижения интенсивности излучения и другие труднореализуемые на практике варианты.

Отличительной особенностью способа, предложенного специалистами ОДЦ УГР, является выполнение работ по полному демонтажу графитовой кладки через проем в верхних металлоконструкциях. Выполнение работ через проем, с сохранением несущей и защитной способностей верхних металлоконструкций, позволяет снизить выбросы аэрозолей и   избежать увеличения дозы гамма- излучения в центральном зале реактора. Демонтаж конструктивных элементов реактора, в том числе графитовой кладки, планируется выполнять с помощью дистанционно управляемого манипулятора. Извлечение графитовых блоков кладки осуществляется без принудительной фрагментации, что предотвращает увеличение объема радиоактивных отходов и образование радиоактивной графитовой пыли.

«Разработанный способ является наиболее безопасным из существующих. На время выполнения работ сохраняются в рабочем состоянии все системы, обеспечивающие безопасность. Проем закрывается специально разработанной и изготовленной защитной крышкой, которая защищает персонал от излучения реактора и при этом обеспечивает необходимый доступ к внутренним конструкциям», — пояснил руководитель группы НИОКР Александр Павлюк.

Кроме того, специалистами ОДЦ УГР были впервые успешно выполнены практические работы, подтверждающие возможность реализации предлагаемого способа. В ходе проведения ОКР отработаны технологические процессы демонтажа металлоконструкций и извлечения графитовых блоков кладки остановленного ПУГР АДЭ-5.

«Мы наращиваем конкурентные преимущества посредством собственного портфеля разработанных технологий, стремимся делать всё возможное, чтобы использовать имеющиеся технические и профессиональные возможности на благо отрасли, — отметил генеральный директор АО «ОДЦ УГР» Андрей Изместьев. — Учитывая, что в настоящее время во всем мире в приоритете именно безопасность технологий, уверен, что разработанный способ будет востребован при выполнении работ вывода из эксплуатации энергетических и промышленных уран-графитовых реакторов».

В настоящее время специалисты предприятия продолжают исследования и работы в этом направлении. АО «ОДЦ УГР» совместно с АО НИКИЭТ и ООО «СКТБ ПР» активно занимаются разработкой высокотехнологичного оборудования, способного работать дистанционно в ограниченном пространстве. На 2019-2020 годы в рамках госконтракта с Госкорпорацией «Росатом» уже запланированы НИОКР по дальнейшей разработке технологий демонтажа металлоконструкций, разборки графитовый кладки и методического обеспечения характеризации извлеченных графитовых блоков.

Патентообладателями на изобретение АО «ОДЦ УГР» № 2679827 «Способ демонтажа графитовой кладки ядерного реактора» является Российская Федерация в лице Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом». Авторы изобретения: от АО «ОДЦ УГР» — А.О. Павлюк, С.Г. Котляревский, Е.С. Падерин, А.А. Шешин; от НИКИЭТ  — М.А. Туктаров, Ф.Е. Ермошин, А.Н. Бирюков.
АО «ОДЦ УГР» уже имеет 11 действующих патентов и 1 заявка на изобретение находится на рассмотрении.

ПУГР АДЭ-5 двухцелевой промышленный уран-графитовый реактор находился в эксплуатации с 1965 года и был окончательно остановлен в июне 2008 года. Календарный срок эксплуатации составил 43 года. Комплекс сооружений с ПУГР АДЭ-5 размещается на производственной площадке № 11 АО «ОДЦ УГР», расположенной в 4,5 км от г. Северска и в 15 км от г. Томска.
0
Янв 7 / Владимир Кузнецов

Протокол №6 Заседания РГ по Экологии и Энергетике при Мэре ВСУ

от 2020-01-06 г. Висагинас

Присутствовали:

Члены РГЭЭ – Ю.Баталин, В.Витковский, Б.Дизик, А.Дадонов,Б.Ларионов, А.Лойко, Н.Катков, В.Кузнецов, А.Покидышев, Г.Хаматова.

В заседании приняли участие: Мэр  Э.Галагуз, старший специалист по гражданской защите ВСУ К. Багданавичюс.

 

Повестка заседания:

 

  1. Пригласить Мэра на заседание РГЭЭ (предварительно, согласовав с Мэром дату заседания РГЭЭ, отв. А.Клочан) для рассмотрения следующих вопросов и предложений:

1.1. Отправлено ли “Обращение ВСУ в Минздрав”?

1.2. Отправлено ли письмо, подготовленное РГЭЭ в Центр радиационной защиты?

1.3. Когда состоится ранее планируемая на декабрь встреча с руководством ИАЭС? Подготовленные РГЭЭ “Предложения и вопросы для руководства ИАЭС к встрече с руководством ВСУ” необходимо пересмотреть.

1.4. Заключен  контракт ВСУ с Рокишским общественным бюро здоровья на 2020 год, учтены ли в нем требования 10-й статьи закона о мониторинге Общественного здоровья самоуправления (СУ)?

1.5. Согласован  ИАЭС с ВСУ, ОВОС на проект “Демонтаж и дезактивация оборудования бл.А-2, В-2”?

  1. Какие из 4-х инновационных проектов, представило ВСУ в МВД для их реализации  в 2020 г?
  2. Для совместной подготовки оптимального варианта “Памятки Действия населения при возникновении ядерной или радиологической аварии на объектах ядерной энергетики” пригласить старшего специалиста по гражданской защите  ВСУ К. Багданавичюса, Отв. А.Клочан.
  3. Разное.

Заслушали:

  1. Мэра, который  ответил на вопросы по пункту 1. Повестки заседания:
    1. Мэр обсудил содержание письма с министром здравоохранения  А.Веригой, который попросил внести отдельные уточнения в текст письма. В ближайшие дни письмо с уточнениями будет направлен в Минздрав.
    2. Письмо в ЦРЗ подготовлено к отправке.
    3. Встреча с руководством ИАЭС должна состояться в январе месяце. В ближайшие дни РГЭЭ необходимо направить мэру уточненный вариант подготовленных ранее “Предложений и вопросов для руководства ИАЭС к встрече с руководством ВСУ”.
    4. Контракт ВСУ с Рокишским общественным бюро здоровья на 2020 год автоматически продлен. Мэр предложил РГЭЭ подготовить свои предложения, которые необходимо  включить в дополнение к продленному контракту ВСУ с Рокишским общественным бюро здоровья на 2020 год.

1.5. ОВОС на проект “Демонтаж и дезактивация оборудования бл.А-2, В-2” был согласован ВСУ в мае 2019г. без согласования с ОСЭЭ (т.к. деятельность его была прекращена) и без согласования с РГЭЭ, так как на тот момент РГЭЭ ещё не была создана. Однако с руководством ИАЭС была договоренность, что если возникнут вопросы по ОВОС проекта 2203 “Демонтаж и дезактивация оборудования бл. А-2, В-2”, станция готова их рассмотреть и обсудить с общественностью.  По просьбе членов РГЭЭ Мэр предложил в подготавливаемые  “Предложения и вопросы для руководства ИАЭС к встрече с руководством ВСУ” включить просьбу – предоставить РГЭЭ в русской редакции главы отчета ОВОС (указать номера глав отчета).

1.6. из 4-х инновационных проектов, ВСУ представило в МВД для реализации  3-и  кратковременных проекта:

  • Обновление Седулинас аллеи.
  • Автостанция с туристическим центром.
  • Парковая дорожка от железнодорожного вокзала до Седулинас аллеи.

В 2020 году должны быть подписаны контракты на выполнение этих проектов и до 2023 года завершены работы. Долгосрочный проект – Создания многофункционального информационного центра, после детальной проработки (как вариант перенос в здание центра тренажера БЩУ, расположенного в ЛОК) будет представлен в МВД.

  1. К. Багданавичюс   сообщил участникам заседания, что получена директива от ЦРЗ об исключении из процедуры проведения йодной профилактики  использование 5% тинктуры йода. Таблетки йодида калия (КI) и (KIO3) в аптеках не продаются.

Решили:

  • Исключить из содержания, подготовленной версии “Памятки” использование при проведении йодной профилактики  5% тинктуры йода.
  • Подготовить окончательную версию  “Памятки” (с одной стороны листа на литовском языке, с другой на русском). Отв. Б.Дизик, К.Багданавичюс.
  • ВСУ определить возможный путь получения жителями таблеток йодида калия, (обратиться в Центр радиационной защиты).

 

  1. Участники заседания обратились к Мэру с предложениями по рассмотрения различных вариантов при реализации инновационных проектов, которые, по их мнению, более актуальны для жителей города. Мэр посоветовал членам РГЭЭ подготовить список предлагаемых проектов с краткой мотивацией необходимости их реализации.

 

О дате следующего заседания будет сообщено дополнительно.

 

Руководитель РГЭЭ                                        Б.Дизик

 

Секретарь                                                        И.Можейка

 

0